Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
Initialising ...
method名内 泰志*; 佐藤 駿介*; 早川 岳人*; 木村 康彦; 須山 賢也; 鹿島 陽夫*; 二上 和広*
Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 1050, p.168109_1 - 168109_9, 2023/05
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Instruments & Instrumentation)水素の中性子捕獲反応による2.223MeVの
線を高純度ゲルマニウム(HPGe)検出器を用いて検出するH
法によって使用済核燃料からの中性子測定を行った。この2.223MeVの線の検出は、7桁も高い核分裂生成物(FP)からの線に強い影響を受ける。FPからの強いを遮蔽するために、ポリエチレンブロックをコリメータの軸上に置くとともに、HPGe検出器をコリメーターの軸から外して設置した。この体系によって検出器はFPからの強い線から遮蔽され、ポリエチレンブロック中のH反応によって2.223MeVの線が測定できる。測定された2.223MeVの線の計数率は、燃焼崩壊計算により見積もられた核種組成、主には
Cmによるものと、統計誤差の範囲内で想定される値と一貫性のある値となる。このことから、H法は、使用済核燃料集合体からの中性子漏洩数の定量化に適用可能であり、集合体の燃焼度の確認に適用可能であると考えられる。
名内 泰志*; 能見 貴佳; 鈴木 梨沙; 小菅 義広*; 芝 知宙; 高田 映*; 冠城 雅晃; 奥村 啓介
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2022) (Internet), 4 Pages, 2022/10
As one of the identification techniques for materials in fuel debris, the neutron induced gamma ray spectroscopy (NIGS) is focused on since the gamma ray spectrum is intrinsic to isotopes. The energy of the target gamma ray in NIGS is often higher than that of most of fission products. To demonstrate feasibility of NIGS for the identification, we have measured and analyzed the HPGe response of isotopes for Cf-252 neutron irradiation for plutonium samples and several structural materials. As a result, we confirmed the possibility to identify light water, boron, concrete, sea water, structural material, signal lines and coils, fuel cladding, gadolinium, uranium, and plutonium contained in the retrieved materials from Fukushima Daiichi NPPs.
芝 知宙; 冠城 雅晃; 能見 貴佳; 鈴木 梨沙; 小菅 義広*; 名内 泰志*; 高田 映*; 長谷 竹晃; 奥村 啓介
Proceedings of International Topical Workshop on Fukushima Decommissioning Research (FDR2022) (Internet), 3 Pages, 2022/10
A technique that can easily determine the presence of nuclear material in removed object from Fukushima Daiichi Nuclear Power Plant site is important from the viewpoint of sorting fuel debris from radioactive waste. In the case of fresh uranium, the amount of nuclear material in the waste generated from nuclear facilities can be determined by measuring 1001 keV gamma-rays emitted by 
Pa, which is a daughter nuclide of 
U. However, it has been pointed out that such gamma-ray measurement cannot be used for fuel debris that contains a large portion of fission products (FPs) emitting various energies of gamma-rays. In this study, we focus on prompt fission gamma-rays that are directly emitted from nuclear materials and those energy exists in a higher energy region than those of FPs, and aim to measure them in simple manners.
Cs activity in spent nuclear fuel with calculated detector response function佐藤 駿介*; 名内 泰志*; 早川 岳人*; 木村 康彦; 鹿島 陽夫*; 二上 和広*; 須山 賢也
Journal of Nuclear Science and Technology, 60(6), p.615 - 623, 2022/06
被引用回数：0 パーセンタイル：0.00(Nuclear Science & Technology)使用済燃料中のCs放射能を非破壊で評価する新しい方法を提案し、燃焼度クレジット導入における物理的測定について実験的に実証した。Cs放射能は、Cs放射能がよく知られている参照燃料を用いずに、線測定と数値検出器応答シミュレーションを用いて定量された。燃料サンプルは、商業用加圧水型炉(PWR)で53GWd/tまで照射された先行使用集合体(LUA)から取得した。試料から放出された線は、ホットセルに取り付けたコリメータを通して、ゲルマニウム酸ビスマス(BGO)シンチレーション検出器を用いて測定された。検出器による線の検出効率は、測定ジオメトリを考慮して粒子輸送計算コードPHITSを用いて計算した。試料に対する検出器応答のより正確なシミュレーションのために、試料中の
Cs, Cs, 
Euの相対放射能を高純度ゲルマニウム(HPGe)検出器で測定した。検出器の絶対効率は、別のジオメトリの標準ガンマ線源を測定することにより校正された。測定された計数率と検出効率を用いて、燃料試料中のCs放射能を定量した。定量されたCs放射能は、MVP-BURN燃焼計算コードで推定されたCs放射能とよく一致した。
長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 前田 亮; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.
Energy Procedia, 131, p.258 - 263, 2017/12
被引用回数：10 パーセンタイル：97.47(Energy & Fuels)This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.
長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 前田 亮; 名内 泰志*; 相楽 洋*; 小菅 義広*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; et al.
Proceedings of INMM 57th Annual Meeting (Internet), 10 Pages, 2016/07
This paper provides an interim report for characterization study of four candidate technologies for nuclear material quantification in fuel debris at Fukushima Daiichi Nuclear Power Station (1F). The severe loss-of-coolant accidents of 1F produced fuel debris in the reactor cores of Units 1-3. Because the fuel debris would contain unknown amounts of minor actinides, fission products and neutron absorbers and the mixing rate of them would vary significantly, accurate quantification of nuclear material in fuel debris would be difficult by applying a single measurement technology. Therefore, we consider that an integrated measurement system that combines several measurement technologies would be required to complement the weakness of each technology. For consideration of an integrated measurement system, we conducted a characterization study for each technology. In order to compare the results of applicability evaluation of each technology, common set of simulation models for fuel debris and canister were developed. These models were used for the applicability evaluation of each technology. Then, the comparative evaluation of the result of applicability evaluation among four technologies was conducted.
名内 泰志*; 竹澤 宏樹*; 外池 幸太郎
日本原子力学会誌ATOMO
, 58(4), p.247 - 252, 2016/04
臨界安全国際会議ICNC2015が2015年9月に米国で開催された。冒頭の全体会合では、臨界安全を確実に実施しつつ進歩させるために、人材育成や知識継承が目下の課題であることが強調された。本報告では、解析コード・核データ、臨界安全管理実務、標準・評価手法整備、使用済燃料の臨界安全、不確かさ・感度解析、臨界実験、臨界事故評価、専門家育成、及び核分裂性物質の保管・輸送・処分の9つの口頭発表セッションの概要を述べる。ポスター発表も加えて発表件数は170件を超え、参加者数は米,英,仏,日等から200人余であった。
植田 伸幸*; 福島 昌宏; 岡嶋 成晃; 竹田 敏一*; 北田 孝典*; 名内 泰志*; 木下 泉*; 松村 哲夫*
Proceedings of 2009 International Congress on Advances in Nuclear Power Plants (ICAPP '09) (CD-ROM), p.9493_1 - 9493_9, 2009/05
燃料無交換ナトリウム冷却小型高速炉(4S炉)の模擬実験として高速炉臨界実験装置(FCA)において取得した反射体反応度価値,ナトリウムボイド反応度価値等の主要核特性データに対して実験解析を実施した。確率論的手法として連続エネルギーモンテカルロコードMVP及び決定論的手法としてSn輸送コードDANTSYSを用いた解析はともに、臨界性,反射体反応度価値,ナトリウムボイド反応度価値等の実験結果をよく再現することを確認した。
佐藤 駿介*; 名内 泰志*; 早川 岳人; 木村 康彦; 須山 賢也
no journal, ,
国内PWR先行照射燃料試料に対する線測定を実施し、従来よりも高燃焼度のウラン燃料の線エネルギースペクトルを取得した。また、MVP-BURNコードを用いて測定対象の燃料試料に対する燃焼計算を実施し、放射能比の実測値と計算値の一致を確認した。
線測定芝 知宙; 冠城 雅晃; 小菅 義広*; 名内 泰志*; 高田 映*; 鈴木 梨沙; 能見 貴佳; 長谷 竹晃; 奥村 啓介
no journal, ,
プルトニウム燃料技術開発センターの有するPuO
のうち、本シリーズ発表の研究に供した試料において、核分裂で生じる即発線を、LYSO検出器を用いて測定した。測定したスペクトルは、HPGe検出器で測定したスペクトルと比較された。また、環境線を大きく上回る
Tlの2614keVの線が観測され、これは
Puの子孫核種であることが示唆された。
長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 相樂 洋*; 小菅 義広*; 宮地 紀子; 奥村 啓介
no journal, ,
非破壊測定により、燃料デブリ中の核燃料物質を正確に定量することは難しい。これは、マイナーアクチニド及び核分裂生成物を含む使用済み燃料の測定が困難であることに加え、燃料デブリ中には、構造材、制御棒及びコンクリートがなど混入し、これらの構成比が変動するとともに、水分含有率・燃料デブリの配置位置が収納容器毎に変動することにより、収納容器毎に中性子・線の計測条件が変化するためである。我々は、パッシブ中性子法, パッシブ法, アクティブ中性子法, アクティブ法を候補技術として、不確かさのより小さい測定技術の選定・信頼性確保に向けた複数の技術の組み合わせの検討のため、計算コードにより、候補技術の特性研究を開始した。本報告は、2017年春の年会の報告に続くものである。
宮地 紀子; 高田 映*; 岩淵 淳一; 富川 裕文; 芝 知宙; 奥村 啓介; 長谷 竹晃; 名内 泰志*
no journal, ,
溶融燃料中の核物質については、それが平和利用目的以外に用いられていないことを担保し、それを国内及び国際社会に対して示していくために、適切に管理される必要がある。そのためには、溶融燃料の特徴に応じた核物質管理手法が必要となる。溶融燃料に対する核物質管理を行った例としては、米国スリーマイル2号炉(TMI-2)事故がある。TMI-2事故では、炉心から取出した溶融燃料を米国国内規則に基づいて管理するために、核物質量を評価している。溶融燃料中の核物質量の評価は溶融燃料取出し後に原子炉容器内等に残留した核物質量の非破壊測定、破壊分析、及び目視や取出し作業の記録等に基づいて行っている。但し米国は核兵器国であり、IAEA保障措置の適用はない。日本のようにIAEA保障措置を受け入れている国では核物質を管理する上で計量管理を行うことが重要である。そこで本発表では、溶融燃料中の核物質を管理する計量管理の方法についての一考察を報告する。
奥村 啓介; 寺島 顕一; 長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 名内 泰志*; 高田 映*; 小菅 義広*
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)から取り出される燃料デブリの計量管理に資するため、直径20cm以上のデブリ収納缶を対象とする非破壊測定技術の開発を行っている。1Fの燃料デブリは、燃焼度が広範囲な燃料や中性子吸収材を含む平衡サイクル炉心の燃料が溶融混合していることが予想され、通常の使用済み燃料やTMI-2デブリに比べて、非破壊測定が極めて困難なものとなっている。本発表では、1F燃料デブリの非破壊測定技術に係る課題とその対応方策について報告する。
鈴木 梨沙; 能見 貴佳; 長谷 竹晃; 白茂 英雄; 芝 知宙; 冠城 雅晃; 奥村 啓介; 小菅 義広*; 高田 映*; 名内 泰志*
no journal, ,
燃料デブリ中に含まれる核燃料物質の非破壊測定による定量において、核燃料物質以外の物質の組成・量を得ることで、測定精度の向上が期待できる。プルトニウム燃料技術開発センターでは、プルトニウム試料から発生したガンマ線のスペクトルを解析することにより、当該試料中に含まれる不純物成分を把握・評価する試験を実施した。その結果、プルトニウム試料中に含まれるフッ素とアルファ線の核反応により生成される
Na由来のガンマ線を検出するとともに、当該ガンマ線の発生率から、当該試料中の軽元素不純物とアルファ線の核反応由来の中性子の主要な発生源がフッ素とアルファ線の核反応であることを特定した。
奥村 啓介; 名内 泰志*; 鈴木 梨沙; 能見 貴佳; 芝 知宙; 冠城 雅晃; 高田 映*; 小菅 義広*; 長谷 竹晃
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)では、2022年から燃料デブリの試験的取出しが開始され、その後は段階的な取り出し規模の拡大が進められる予定である。当面は、燃料デブリ中の核燃料物質量は破壊分析に基づき評価されることになるが、取り出し規模の拡大が進むにつれて、全量分析は困難になるため、容器内に収納された燃料デブリの非破壊測定に基づく計量管理が必要になってくる。しかしながら現状では、容器に収納された1F燃料デブリの核燃料物質の定量に適用可能な非破壊測定技術は世界的にも存在していない。この問題を解決するため、一長一短がある種々の手法を組み合わせた1F燃料デブリ用の非破壊測定技術の構築を目指し、実核燃料物質を使用した非破壊測定試験を開始した。
線の検出名内 泰志*; 小菅 義広*; 能見 貴佳; 鈴木 梨沙; 長谷 竹晃; 芝 知宙; 高田 映*; 冠城 雅晃; 奥村 啓介
no journal, ,
プルトニウム燃料技術開発センターにおいて、容器に配置したプルトニウム(Pu)酸化物試料から発生する線をHP-Ge検出器でスペクトル測定した。試料からは、自発核分裂及び(
,n)反応で中性子が発生するとともに、この中性子が試料及び容器に吸収された際に生じる核分裂及び捕獲反応で線が発生する。この後者の成分として、本実験で
Pu(n,)反応によるとみられる構造と、
Pu(n,)反応で生じる線が形成するピークスペクトルを検出した。これら二次反応で生じる線はFP核種よりもエネルギーが大きいため、照射燃料であっても検出が可能であり、これらの線が燃料の燃焼、未燃料によらないPu検出手段として期待される。
検出器によるプルトニウム試料のその場パッシブガンマ測定冠城 雅晃; 芝 知宙; 奥村 啓介; 名内 泰志*; 鈴木 梨沙; 能見 貴佳; 長谷 竹晃; 高田 映*; 小菅 義広*
no journal, ,
高線量率測定用に開発した微小なCeBr
検出器を利用して、プルトニウム燃料のパッシブガンマ測定を実施した。測定では、
Amによる59.5keVからPu子孫核種Tlによる2615keVまでの広範囲のエネルギースペクトルを測定でき、また、HPGe測定とも比較し評価したので報告する。
technologies富川 裕文; Heinberg, C.; 名内 泰志*; Vo, D.*; Carroll, C.*; 堀 啓一郎
no journal, ,
福島第一原子力発電所の燃料デブリ中の核物質量を測定する技術については原子力機構と米国エネルギー省が協力して検討を進めてきた。日米のメンバーで構成する線測定技術のついて検討するワーキンググループ設置され、このグループにおいて測定器のコストや大きさ、測定時間、開発期間などの燃料デブリへの適用性を検討した。この結果に基づく測定システムの提案を行う。
冠城 雅晃; 芝 知宙; 能見 貴佳; 鈴木 梨沙; 小菅 義広*; 名内 泰志*; 奥村 啓介
no journal, ,
福島第一原子力発電所の廃炉加速に資するために開発を進めている高線量率下の測定に特化したCeBrシンチレーション検出器(CeBr検出器)を利用し、原子力機構プルトニウム燃料技術開発センターが有する核燃料物質試料のガンマ線スペクトル測定を実施した。さらに、HPGe検出器による測定も実施し、結果を比較した。
長谷 竹晃; 米田 政夫; 芝 知宙; 前田 亮; 名内 泰志*; 相楽 洋*; 呉田 昌俊; 富川 裕文; 奥村 啓介; Heinberg, C.; et al.
no journal, ,
福島第一原子力発電所(1F)における燃料デブリ中の核燃料物質の定量のため、原子力機構及び電中研は、パッシブ中性子法、パッシブ法, アクティブ中性子法, アクティブ法を組み合わせた統合型検出器の開発を検討している。これにあたっては、各技術の適用範囲や不確かさなどの適用性を評価し、これらを比較することにより、各技術の特性を理解することが重要である。このため、我々は、過去の事故や1Fに関する情報を基に、燃料デブリの組成、水分含有率等をパラメータとした均一系に簡素化した燃料デブリの共通シミュレーションモデルを開発し、各技術の適用性評価に供した。併せて、各技術の適用性評価結果を比較評価し、各技術に影響を与えるパラメータを特定した。今後は、位置の偏在等も考慮した実際の燃料デブリにより近い不均一系の共通シミュレーションモデルを開発し、各技術の適用性評価に供する予定である。本報告は、本特性研究の全体計画、共通モデルの概要及びこれまでに評価された各技術の適用性の比較評価結果示すものである。
